JP6668269B2

JP6668269B2 - 核燃料サイクルの運用方法

Info

Publication number: JP6668269B2
Application number: JP2017004248A
Authority: JP
Inventors: 礼木村; 浩志松宮; 宰杉田; 怜志和田; 吉田　紀之; 紀之吉田; 相澤　利枝; 利枝相澤
Original assignee: Toshiba Corp; Toshiba Energy Systems and Solutions Corp
Current assignee: Toshiba Corp; Toshiba Energy Systems and Solutions Corp
Priority date: 2017-01-13
Filing date: 2017-01-13
Publication date: 2020-03-18
Anticipated expiration: 2037-01-13
Also published as: JP2018112512A

Description

本発明の実施形態は、核燃料サイクルの運用方法に関する。

原子力の利用に伴って発生する高レベル放射性廃棄物の潜在的放射性毒性は、ワンススルーサイクルの場合、１０万年以上に亘って自然界より高いレベルにあるが、最初の５００年程度の期間が経過した後は、超ウラン（ＴＲＵ：ＴＲａｎｓ−Ｕｒａｎｕｍ）核種、すなわち、ウランより原子番号の大きなネプツニウム（Ｎｐ）以降の元素の同位体（核種）に起因する潜在的放射性毒性が支配的である。ＴＲＵ核種の潜在的放射性毒性が長期に亘るのは、その半減期の長さに起因している。したがって、放射性廃棄物の管理期間を短縮させ環境負荷を低減するには、ＴＲＵ核種を核変換によって短寿命核種に変換することが有効である。

ＴＲＵ核種の核変換では、一般に、エネルギーの高い高速中性子を用いる方法、ウランを用いずたとえばトリウムなどの燃料を用いる方法、あるいは両者を組みあわせた方法などが用いられる。

しかしながら，今後の原子力発電所に用いられる炉型としては依然軽水炉が主力であろうと考えられる。したがって、高速炉によるＴＲＵ核種の核変換を開始するまでには、相当量のＴＲＵ核種が蓄積し、必要となる高速炉の基数が現実的に導入出来ない基数にまで増大する可能性がある。そこで、このような事態を回避するためには、軽水炉におけるＴＲＵ核種の核変換効率を向上させ、軽水炉での正味のＴＲＵ核種生成量を抑制する必要がある。

米国特許出願公開第２００２／００２５０１６号明細書特開２００６−６４６７８号公報特許第５５２４５８２号明細書特許第５５２４５８１号明細書特許第５５２４５７３号明細書

「ＪＥＮＤＬ−４．０データ」２０１６年２月２日、日本原子力研究開発機構、核データ研究グループ

ＴＲＵ核種の核変換効率の向上については、軽水炉、高速炉、加速器駆動系（ＡＤＳ：ＡｃｃｅｌｅｒａｔｏｒＤｒｉｖｅｎＳｙｓｔｅｍ）などをそれぞれ用いる方法がこれまでに検討されている。これらが想定しているのは使用済み軽水炉燃料や、それを再度燃焼させた場合についてであり、かつ使用済燃料の冷却期間は固定されている。しかしながら、使用済燃料は現在までに逐次発生しており、様々な冷却期間の燃料が存在する。使用済燃料中のプルトニウム（Ｐｕ）やマイナアクチニド（ＭＡ：ＭｉｎｏｒＡｃｔｉｎｉｄｅ）は冷却期間によってその組成が変化するため、その時々によって適した核変換方法が存在すると考えられるが、この際に、各冷却期間のＴＲＵ核種を燃焼させるに適した核燃料サイクル概念が不明確であることが課題として挙げられる。

本発明の実施形態は上述した課題を解決するためになされたものであり、ＴＲＵ核種の潜在的放射性毒性の低減に適した核燃料サイクルの運用方法を得ることを目的とする。

上述の目的を達成するため、本発明の実施形態は、軽水炉における超ウラン核種の生成を抑制する核燃料サイクルの運用方法であって、使用済燃料の冷却期間の見通しが所定の期間以内であるか否かを判定する判定ステップと、前記判定ステップで、前記冷却期間の見通しが所定の期間以内であると判定された場合に、短期冷却燃料を対象とする取り扱いを行う短期冷却燃料取り扱いステップと、前記判定ステップで、前記冷却期間の見通しが所定の期間以内であると判定されなかった場合に、長期冷却燃料を対象とする取り扱いを行う長期冷却燃料取り扱いステップと、を有し、前記短期冷却燃料取り扱いステップは、燃料貯蔵、再処理および燃料加工のステップと、その後の燃料照射のステップを含み、前記長期冷却燃料取り扱いステップは、燃料貯蔵、再処理および燃料加工のステップの後であって、前記燃料照射のステップの前に、高減速炉での燃料照射およびその後の再処理、燃料加工のステップを含む、ことを特徴とする。

本発明の実施形態明によれば、ＴＲＵ核種の潜在的放射性毒性の低減に適した核燃料サイクルの運用方法を得ることができる。

本実施形態に係る核燃料サイクルの運用方法の全体の手順を示すフロー図である。本実施形態に係る核燃料サイクルの運用方法の判定ステップの考え方を説明するための使用済燃料中のＴＲＵ核種の数密度の時間変化を示すグラフである。本実施形態に係る核燃料サイクルの運用方法の判定ステップの考え方を説明するための使用済燃料中のＴＲＵ核種における核分裂性核種と吸収性核種それぞれの合計数密度の時間変化を示すグラフである。使用済燃料中の注目するＴＲＵ核種の潜在的放射性毒性の変化を示すグラフである。本実施形態に係る核燃料サイクルの運用方法のうち短期冷却燃料取り扱いステップの手順を示すフロー図である。本実施形態に係る核燃料サイクルの運用方法の効果を説明するＴＲＵ核種消費量の比較を示すグラフである。本実施形態に係る核燃料サイクルの運用方法に用いる中空燃料集合体の構成を示す水平断面図である。本実施形態に係る核燃料サイクルの運用方法に用いる中空燃料集合体の中空燃料棒の構成を示す水平断面図である。本実施形態に係る核燃料サイクルの運用方法に用いる細径燃料集合体の構成を示す水平断面図である。本実施形態に係る核燃料サイクルの運用方法に用いる細径燃料集合体の細径燃料棒の構成を示す水平断面図である。本実施形態に係る核燃料サイクルの運用方法におけるネプツニウム分離効果を示すグラフである。本実施形態に係る核燃料サイクルの運用方法のうち長期冷却燃料取り扱いステップの手順を示すフロー図である。

以下、図面を参照して、本発明の実施形態に係る核燃料サイクルの運用方法について説明する。ここで、互いに同一または類似の部分には、共通の符号を付して、重複説明は省略する。

図１は、本実施形態に係る核燃料サイクルの運用方法の全体の手順を示すフロー図である。

まずは、取り扱い対象とする使用済燃料あるいは取り出し予定の燃料について、その炉内での照射などの履歴、再処理の予定あるいは処理の計画等を調査、確認し、冷却期間の見通しを確認する（ステップＳ０１）。

次に、見通しが確認された冷却期間は、短期の冷却期間に相当するか、あるいは、長期の冷却期間に相当するかを判定する（ステップＳ０２）。ここで、冷却期間とは、対象とする燃料が装荷されていた原子炉が停止した時点、すなわち、対象とする燃料の炉内の照射が終了した時点から、その燃料が再処理されて、燃料加工された後に、再び、炉内で照射が開始される時点までの期間を言うものとする。

また、冷却期間が短期であるか否かの判定は、冷却期間が所定の期間を超えていないかすなわち所定の冷却期間以内であるか、あるいは所定の冷却期間を超えているかの判定により行う。この所定の期間については、以下、図２および図３の説明において述べる。

図２は、本実施形態に係る核燃料サイクルの運用方法の判定ステップの考え方を説明するための使用済燃料中のＴＲＵ核種の数密度の時間変化を示すグラフである。横軸は冷却期間（年）を、縦軸は核種ごとの数密度（ｎ／ｍ^３）を示す。

炉停止直後の使用済燃料中の超ウラン（ＴＲＵ：ＴＲａｎｓ−ＵｒａｎｉｃＥｌｅｍｅｎｔ）核種の主たる構成は、Ｐｕ２３９が３１．９％、Ｐｕ２４０が２５．６％、Ｐｕ２４２が１４．１％、Ｐｕ２４１が１０．８％、Ｎｐ２３７が５．８％、Ａｍ２４３が４．１％、Ｐｕ２３８が３．６％、Ｃｍ２４４が２．８％などである。

時間の経過に従って、Ｐｕ２４１のベータ崩壊により、Ａｍ２４１が生成される。Ａｍ２４１は、Ｃｍ２４４等の生成源となる。Ｐｕ２４１の半減期は１４年である。したがって、図２に示すように、冷却期間１４年で、Ａｍ２４１の数密度はＰｕ２４１の数密度と等しくなるまでに増加する。一方、Ｃｍ２４４は、アルファ崩壊の半減期が１８．１年であり、数年のオーダーでも相当量の減衰がある。

図３は、ＴＲＵ核種における核分裂性核種と吸収性核種それぞれの合計数密度の時間変化を示すグラフである。横軸は、冷却期間（年）である。縦軸は、核分裂性核種および吸収性核種それぞれの合計数密度（ｎ／ｍ^３）である。ここで、核分裂性核種および吸収性核種は、便宜的に用いた総称である。具体的には、ＮｐおよびＡｍの偶数核、ＰｕおよびＣｍの奇数核を、核核分裂性核種と呼び、ＮｐおよびＡｍの奇数核、ＰｕおよびＣｍの偶数核を、吸収性核種と呼ぶこととした。縦軸は、それぞれに属する核種の数密度の合計値である。また、図３では、吸収性核種の割合、すなわち、核分裂性核種の合計数密度と吸収性核種の合計数密度の合計値に対する吸収性核種の合計数密度の割合も併せて表示している。

原子炉停止直後は、核分裂性核種の数密度は約１．２×１０^２（ｎ／ｍ^３）、吸収性核種の数密度は約１．６×１０^２（ｎ／ｍ^３）であり、吸収性核種割合は約５７％である。

その後時間とともに、核分裂性核種の数密度は減少し、吸収性核種の数密度は増加する。原子炉停止後の冷却期間約４０年の時点では、核分裂性核種の数密度は約１．０×１０^２（ｎ／ｍ^３）、吸収性核種の数密度は約１．８×１０^２（ｎ／ｍ^３）であり、吸収性核種割合は約６５％に増加する。

このように、冷却期間の増加とともに、吸収性核種の占める割合が増加する。ここで、吸収性核種割合をたとえば６０％以内に抑えようとすると、冷却期間は８年以内となる。

図４は、使用済燃料中の注目するＴＲＵ核種の潜在的放射性毒性の変化を示すグラフである。横軸は冷却期間（年）、縦軸は潜在的放射性毒性（Ｓｖ／ｍ^３）であり、冷却期間約４０年までの時間的な変化を示している。ここで、注目する核種とは、図２に示される使用済燃料中のＴＲＵ核種の中で、長期的に潜在的放射性毒性を有するもので、相対的に数密度の大きいものとしている。

それぞれの核種に関しての放射性毒性Ｐ（Ｓｖ／ｍ^３）は、次の式（１）により与えられる。
Ｐ＝Ｃ・λＮ・・・（１）
ここで、λは対象とする核種の崩壊定数（１／ｓｅｃ）、Ｎは対象とする核種の数密度（ｎ／ｍ^３）、Ｃ（Ｓｖ／Ｂｑ）は対象とする核種についての崩壊数すなわちλ×Ｎ（ｎ／ｍ^３／ｓｅｃ）を潜在的放射性毒性（Ｓｖ／ｍ^３）に変換する換算係数である。

核分裂性核種は、再処理後に核分裂反応によりエネルギー生成をもたらしかつ核分裂により減少することから、注目する核種から除外している。この結果、注目する核種としては、吸収性核種であって数密度が大きいもの、すなわち、ＮｐおよびＡｍの奇数核、ＰｕおよびＣｍの偶数核のうち数密度が大きいものとなる。具体的には図３に示すように、Ｐｕ２３８、Ｐｕ２４０、Ａｍ２４１およびＣｍ２４４が対象となる。

Ｃｍ２４４は、減衰が早く、約４０年後には、潜在的放射性毒性は原子炉停止直後の潜在的放射性毒性の約４分の１まで減少する。一方、Ｐｕ２４１のベータ崩壊により生成されるＡｍ２４１の潜在的放射性毒性は、約４０年後には、Ｃｍ２４４の潜在的放射性毒性と同程度にまで増加する。Ｐｕ２４０の潜在的放射性毒性は、ほぼ一定であり、冷却期間が約４０年の時点では、Ｃｍ２４４およびＡｍ２４１それぞれの約４分の１程度である。

Ｐｕ２３８は、冷却期間が約４０年時点では最も潜在的放射性毒性が高く、Ｃｍ２４４およびＡｍ２４１それぞれの約１．５倍程度である。ただし、Ｐｕ２３８も、Ｃｍ２４４ほどではないが比較的早く減衰する。また、Ｐｕ２３８に関しては、後述するように、Ｎｐ２３７を分離除去することによって、Ｎｐ２３７の中性子吸収によるＰｕ２３８の生成の源を絶つことができる。

原子炉停止後の約４０年の冷却期間の推移をみると、最も変化が大きく、かつ増大特性を有するのはＡｍ２４１であり、その潜在的放射性毒性は、冷却期間が約４０年時点で、注目する４種類の核種全体の潜在的放射性毒性の約２６％であり、Ａｍ２４１の潜在的放射性毒性の全体に与える影響が大きいことが分かる。

Ｐｕ２４１は核分裂性物質であるために、冷却期間が長くなるＴＲＵ核種を含む燃料（ＴＲＵ燃料）の反応度が低下する。加えてＡｍ２４１は毒物として作用するために、冷却期間が長くなると更にＴＲＵ燃料の反応度を低下させる。

また、Ｐｕ２４１は核分裂しやすいため、潜在的放射性毒性の高いＡｍ２４１を生成する前に出来る限り早い段階で核分裂させると、サイクル全体の潜在的放射性毒性を抑制することが出来る。たとえば、半減期１４年の半分の７年以下の冷却期間で炉内へ装荷する場合は、Ｐｕ２４１の全量がＡｍ２４１に転換した場合のＡｍ２４１毒性に比べて、Ａｍ２４１の毒性を約３０％低減することが出来る。

ＴＲＵ核種の量が大きくなると、通常の軽水炉では、変換処理を仕切れなくなる。したがって、通常の軽水炉で変換処理ができるためには、冷却期間ができる限り短いことが好ましい。特に、Ａｍ２４１の生成を考慮すると、長くとも、Ｐｕ２４１の半減期である１４年よりは短い期間とすべきである。

一方、原子炉からの取り出し、その直後からの使用済燃料彫像プールでの冷却、再処理工場への移送、再処理、および燃料加工に最小限必要な期間を考慮すれば、少なくとも、５年程度の期間は必要であると考えられる。

したがって、ステップＳ０２における判定に使用する所定の冷却期間は、５年ないし１０年の範囲、たとえば、Ｐｕ２４１の半減期である約１４年の半分の期間である７年程度に設定するのが妥当と考えられる。

冷却期間が短期と判定された場合（ステップＳ０２ＹＥＳ）には、短期冷却燃料を対象とする短期冷却燃料取り扱いステップに移行する（ステップＳ１０）。ここで、短期冷却燃料とは、ＴＲＵ核種の生成程度が小さく、通常の軽水炉で変換処理が可能な生成程度の範囲のＴＲＵ核種を含む燃料を言うものとする。

図５は、本実施形態に係る核燃料サイクルの運用方法のうち短期冷却燃料取り扱いステップの手順を示すフロー図である。図４に示す冷却期間が、前記の所定の冷却期間以下である場合であり、短期冷却燃料取り扱いステップＳ１０の詳細は、以下のとおりである。

まず、軽水炉の停止（ステップＳ１１）の後、炉内から使用済燃料を取り出し燃料貯蔵を行う（ステップＳ１２）。その後、再処理および燃料加工ステップ（ステップＳ１３）において、分離したウラン、プルトニウムあるいは劣化ウラン等に、再処理で分離したＴＲＵ核種を添加し、新たな燃料を製造する。

この後、燃料照射を行う（ステップＳ１４）。ここで、燃料照射は、軽水炉、高速炉、加速器駆動炉、あるいは溶融塩炉等において実施することができる。

すなわち、核変換に用いる原子炉は、どの様なタイプの発電用または核変換用原子炉を用いてもよい。しかしながら、２０５０年代ごろまでは軽水炉が主流であると予想されることから、燃料の水対重金属比（Ｈ／ＨＭ）を高めた軽水炉を用いることによって、より効率よく潜在的放射性毒性の低減を行うことが出来る。

図６は、ＴＲＵ核種消費量の比較を示すグラフである。横軸は、通常の燃焼度４５ＧＷｄ／ｔの燃焼度の全ＭＯＸ参照炉心のからの使用済燃料の例の場合と、燃料棒を細径化することにより水対重金属比Ｈ／ＨＭを高めた細径化全ＭＯＸ参照炉心からの使用済燃料の場合を示している。通常の全ＭＯＸ参照炉心に用いる核燃料の例では、水対重金属比Ｈ／ＨＭは４．６９である。また、細径化全ＭＯＸ参照炉心の核燃料の例では、水対重金属比Ｈ／ＨＭは５．４３である。

縦軸は、ＴＲＵ核種消費量（ｔ／ＧＷｅ／年）の相対値であり、全ＭＯＸ参照炉心の燃料（水対重金属比Ｈ／ＨＭは４．６９）を基準とし、この場合が相対値は１としている。図６に示す様に、軽水炉で照射する場合であれば、水対重金属比Ｈ／ＨＭは５．４３で、通常の燃料の例の場合に比べて１０％程度のＴＲＵ核種消費量の増加が見込める。

ＴＲＵ核種消費量の増加は、通常の燃料の例の場合に比べて有意な効果を得るためには、５％程度以上は確保できることが望ましい。水対重金属比Ｈ／ＨＭが４．６９と５．４３の違いの範囲では、水対重金属比Ｈ／ＨＭの変化に対するＴＲＵ核種消費量の変化はほぼ線形と考えられるので、ＴＲＵ核種消費量は５％程度以上の増加となるためには、水対重金属比Ｈ／ＨＭを５程度以上とする必要がある。

図７は、本実施形態に係る核燃料サイクルの運用方法に用いる中空燃料集合体の構成を示す水平断面図である。中空燃料集合体１０は、正方格子状に配列された中空燃料棒１１、中空燃料棒１１の配列の中心部に配された２本のウォータロッド１５、およびこれらの径方向外側にあってこれらを収納するチャンネルボックス１６を有する。

図８は、本実施形態に係る核燃料サイクルの運用方法に用いる中空燃料集合体の中空燃料棒の構成を示す水平断面図である。中空燃料棒１１は、軸方向に積まれた複数の中空燃料ペレット１２と、これらを収納する被覆管１３を有する。それぞれの中空ペレット１２は、円筒形状であって、軸中心周りに貫通孔１２ａが形成されている。

以上のように、燃料ペレットに中空ペレット１２を用いることによって、水対重金属比Ｈ／ＨＭを大きくしている。

図９は、本実施形態に係る核燃料サイクルの運用方法に用いる細径燃料集合体の構成を示す水平断面図である。細径燃料集合体２０は、正方格子状に配列された細径燃料棒２１、細径燃料棒２１の配列の中心部に配された２本のウォータロッド１５、およびこれらの径方向外側にあってこれらを収納するチャンネルボックス１６を有する。

図１０は、本実施形態に係る核燃料サイクルの運用方法に用いる細径燃料集合体の細径燃料棒の構成を示す水平断面図である。細径燃料棒２１は、軸方向に積まれた複数の細径燃料ペレット２２と、これらを収納する被覆管２３を有する。燃料ペレットに細径燃料ペレット２２を用いることによって、水対重金属比Ｈ／ＨＭを大きくしている。

なお、図９および図１０に示した細径燃料集合体２０および細径燃料棒２１は、中実燃料ペレットの場合であるが、図７および図８に示した中空燃料集合体１０および中空燃料棒１１と組み合わせて、中空燃料ペレットを用いた細径燃料集合体および細径燃料棒の場合であってもよい。この場合、水対重金属比Ｈ／ＨＭがさらに大きくなり、中性子エネルギースペクトルに占める低エネルギー領域の割合が大きくなる。

なお、燃料として、ＭＡを含めたＴＲＵ核種を装荷してもよい。あるいは、ＭＡを除去したＰｕを用いてもよい。ただし、ＭＡを燃料として用いる場合には、後述するように、Ｐｕ２３８の生成を抑制するために、Ｎｐを除去しておくことが望ましい。

図１１は、ネプツニウム分離効果を示すグラフである。横軸は、水対重金属比Ｈ／ＨＭであり、縦軸は、潜在的放射性毒性変化量（１０^６Ｓｖ／ＧＷｄ）である。

図１１に示すように、それぞれの水対重金属比Ｈ／ＨＭについて、Ｎｐ除去をしない場合に比べて、Ｎｐ除去をした場合は、約２．７×１０^６Ｓｖ／ＧＷｄないし２．８×１０^６Ｓｖ／ＧＷｄ程度、潜在的放射性毒性が減少する。

冷却期間が短期と判定されなかった場合（ステップＳ０２ＮＯ）には、長期冷却燃料を対象とする長期冷却燃料取り扱いステップに移行する（ステップＳ２０）。ここで、長期冷却燃料とは、短期冷却燃料に該当しない燃料、すなわち、ＴＲＵ核種の生成程度が大きく、通常の軽水炉では変換処理が難しい生成程度の範囲のＴＲＵ核種を含む燃料を言うものとする。

図１２は、本実施形態に係る核燃料サイクルの運用方法のうち長期冷却燃料取り扱いステップの手順を示すフロー図である。図１に示す冷却期間が、前記の所定の冷却期間を超える場合であり、長期冷却燃料取り扱いステップＳ２０の詳細は、以下のとおりである。

まず、軽水炉の停止（ステップＳ２１）の後、炉内から使用済燃料を取り出し燃料貯蔵を行う（ステップＳ２２）。その後、再処理および燃料加工ステップ（ステップＳ２３）において、分離したウラン、プルトニウムあるいは劣化ウラン等に、再処理で分離したＴＲＵ核種を添加し、新たな燃料を製造する。

この後、高減速炉において燃料照射を行う（ステップＳ２４）。ここで、高減速炉は、通常の全ＭＯＸ燃料を装荷した軽水炉の炉心（全ＭＯＸ参照炉心）に比べて、中性子エネルギースペクトルが柔らかい、すなわち中性子エネルギースペクトルが低エネルギー側にシフトしている、あるいは低エネルギー側の割合が大きな炉心を有する原子炉をいうものとする。

高減速炉としては、中空燃料集合体および細径燃料集合体などの燃料の水対重金属比Ｈ／ＨＭを高めた高減速軽水炉あるいは高減速ガス炉等を用いることができる。まず、これらの高減速炉において燃料照射を行うことにより、ＴＲＵ核種の核変換を行う。

高減速炉での照射の後に、使用済燃料を取り出し、再処理および燃料加工を行う（ステップＳ２５）。次に、このようにして製造した燃料を原子炉内で照射する（ステップＳ２６）。この段階で核変換に用いる原子炉は、軽水炉、高速炉、加速器駆動炉、あるいは溶融塩炉など、各種の原子炉を使用してよい。

以上のように、本発明の実施形態明によれば、ＴＲＵ核種の潜在的放射性毒性の低減に適した核燃料サイクルの運用方法を得ることができる。

［その他の実施形態］
以上、本発明の実施形態を説明したが、実施形態は、例として提示したものであり、発明の範囲を限定することは意図していない。

さらに、これらの実施形態は、その他の様々な形態で実施されることが可能であり、発明の要旨を逸脱しない範囲で、種々の省略、置き換え、変更を行うことができる。これら実施形態やその変形は、発明の範囲や要旨に含まれると同様に、特許請求の範囲に記載された発明とその均等の範囲に含まれるものである。

１０…中空燃料集合体、１１…中空燃料棒、１２…中空燃料ペレット、１２ａ…貫通孔、１３…被覆管、１５…ウォータロッド、１６…チャンネルボックス、２０…細径燃料集合体、２１…細径燃料棒、２２…細径燃料ペレット、２３…被覆管

Claims

軽水炉における超ウラン核種の生成を抑制する核燃料サイクルの運用方法であって、
使用済燃料の冷却期間の見通しが所定の期間以内であるか否かを判定する判定ステップと、
前記判定ステップで、前記冷却期間の見通しが前記所定の期間以内であると判定された場合に、短期冷却燃料を対象とする取り扱いを行う短期冷却燃料取り扱いステップと、
前記判定ステップで、前記冷却期間の見通しが前記所定の期間以内であると判定されなかった場合に、長期冷却燃料を対象とする取り扱いを行う長期冷却燃料取り扱いステップと、
を有し、
前記短期冷却燃料取り扱いステップは、燃料貯蔵、再処理および燃料加工のステップと、その後の燃料照射のステップを含み、
前記長期冷却燃料取り扱いステップは、前記燃料貯蔵、再処理および燃料加工のステップの後であって、前記燃料照射のステップの前に、高減速炉での燃料照射およびその後の再処理、燃料加工のステップを含む、
ことを特徴とする核燃料サイクルの運用方法。
前記所定の期間は、プルトニウム２４１のベータ崩壊によるアメリシウム２４１への転換程度に基づいて設定されることを特徴とする請求項１に記載の核燃料サイクルの運用方法。
前記所定の期間は、ＴＲＵ核種の生成程度が小さく、通常の軽水炉で変換処理が可能な生成程度であるか否かに基づいて設定されることを特徴とする請求項１に記載の核燃料サイクルの運用方法。
前記ＴＲＵ核種はプルトニウム２４１のベータ崩壊により生成されるアメリシウム２４１であることを特徴とする請求項３に記載の核燃料サイクルの運用方法。
前記高減速炉は、水対重金属比Ｈ／ＨＭを高めた燃料集合体を用いた原子炉であることを特徴とする請求項１ないし請求項４のいずれか一項に記載の核燃料サイクルの運用方法。
前記水対重金属比Ｈ／ＨＭを高めた前記燃料集合体は、前記水対重金属比Ｈ／ＨＭの値が５以上の燃料集合体であることを特徴とする請求項５に記載の核燃料サイクルの運用方法。
前記水対重金属比Ｈ／ＨＭを高めた前記燃料集合体は、中空燃料棒を含む燃料集合体であることを特徴とする請求項５または請求項６に記載の核燃料サイクルの運用方法。
前記水対重金属比Ｈ／ＨＭを高めた前記燃料集合体は、細径燃料棒を含む燃料集合体であることを特徴とする請求項５ないし請求項７のいずれか一項に記載の核燃料サイクルの運用方法。